医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

Mo在Al_2O_3上的吸附、解吸性能及其与U、Sr、Cs、I等杂质元素的分离

目前国际~(99)Mo面临供应危机,急需新技术和新反应堆。医用同位素生产堆是以~(235)UO_2(NO_3)_2溶液为燃料的专用反应堆,生产成本低、三废少、经济效益高。本工作利用Al_2O_3为分离材料,从模拟的医用同位素生产堆(MIPR)燃料溶液中分离和纯化Mo。结果表明,经两次分离,Mo的总回收率大于60%,U、Sr、Cs、I等杂质可以被除去,采用Al_2O_3从MIPR燃料溶液中提取~(99)Mo工艺可行。     

利用医用同位素生产堆生产89Sr

医用同位素生产堆(MIPR)是一种新型的同位素生产堆,是以低浓铀或高浓铀为燃料的水均匀溶液反应堆8。9Sr是用于减轻恶性肿瘤骨转移骨痛的亲骨性放射性药物。本文介绍了医用同位素生产堆的结构、特点以及用它来生产89Sr的原理。     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

秦山CANDU堆医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值影响分析

秦山CANDU重水堆在顺利开展工业~(60)Co放射源生产的基础上,变更D型钴调节棒为医用调节棒,生产医用~(60)Co。医用钴调节棒在设计上与工业钴调节棒有等效的反应性控制能力,但他们细微的差别还是会对ROP停堆保护参数产生很小的影响。本文计算医用钴调节棒堆芯下的ROP停堆整定值,并与同样工况下工业钴调节棒堆芯下计算的停堆整定值进行比较,分析医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值的影响。     

俄罗斯准备使用低浓铀生产医用放射性同位素

<正>【国际裂变材料专家组(IPFM)网站2017年9月7日报道】全俄实验物理研究所(VNIIEF)计划使用阿格斯-M(Argus-M)研究堆生产医用同位素。该研究堆是库尔恰托夫研究所(Kurchatov Institute)阿格斯(Argus)均匀性水溶液反应堆的改良版。库尔恰托夫研究所的这座反应堆已于2014年完成燃料低浓化改造。阿格斯-M未来也将使用低浓铀燃料。     

中国实验快堆2018年度运行年报

正中国实验快堆(CEFR)热功率为65 MW,试验发电功率为20 MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首次设立独立的非能动事故余热排出系统。2018年反应堆处于冷停堆运行状态,继续进行大修遗留工作及大修调试工作,完成系统恢复与功能鉴定,完成3次开堆前检查和常规岛热态运行,对开堆强相关项进行处理和验证,实现冷停堆运行工况下的全厂安全稳定运行。     

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究

为考察自然循环铅铋冷却快堆的自然循环与固有安全特性,利用基于中子学与热工水力学耦合方法的安全分析程序NTC-2D,对10 MW自然循环铅铋冷却快堆的无保护失热阱(ULOHS)和有保护失热阱(PLOHS)工况分别进行了模拟与分析。结果表明,对于ULOHS,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均远低于安全限值,并且由于反应性温度负反馈,反应堆自动停堆;对于PLOHS,事故后600s内,停堆保护系统的投入使反应堆处于安全状态。瞬态模拟表明该反应堆具有良好的自然循环与固有安全特性。     

用高通量工程试验堆生产高比度放射性同位素

用高通量堆生产放射性同位素是提高同位素产量和质量的重要途径。本文阐述了用高通量工程试验堆生产放射性同位素在辐照工艺上应当注意的问题及医用强~(60)Co 源、腔内后装治疗机用~(60)Co源丸和~(113)Sn/~(113m)In 同位素发生器(“母牛”)的生产工艺流程。并对降低辐照成本提出了一些建议。     

CANUDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ－６反应堆的燃料管理,ＣＡＮＤＵ堆的换料是带功率刊物 ,这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。     

三里岛2号堆已开始进行破损燃料卸料作业

【日本《原子能快报》1985年11月14日报道】1979年3月美国发生三里岛2号堆事故,1985年11月开始从该堆内取出破损燃料。负责该反应堆去污作业的美国通用公共事业核能公司,将在18个月内完成这项卸料工作,预定于1988年下半年完成该堆的全部去污作业。在三里岛2号堆的压力容器内,装有长     

球床堆卸料管中燃料效应的研究

介绍了球床式高温气冷堆卸料管中燃料倒料的模拟方法，并以１０ＭＷ高温气冷堆为实例，使用ＣＨＴＲＰ程序计算和分析了卸料管中燃料对反应堆物理及热工性能的影响，给出了卸料管中的功率分布及温度分布，这对进一步研究反应堆物理和安全分析是很重要的。     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。     

加拿大同位素生产堆重新投运

<正>【世界核新闻网站2010年8月18日报道】位于加拿大乔克河(ChalkRiver)场址的国家研究堆(NRU)在因重水泄漏事件停堆维修15个月后,最终于2010年8月恢复了主要医用同位素的生产。     

HFETR外电源丧失叠加失流事故分析

假设高通量工程试验堆(HFETR)在70 MW功率运行中突遇外电源丧失,冷却水失流,4台运行的主泵中3台卡轴,反应堆自动保护停堆。在此超设计基准事故下,对无应急措施和有应急措施两种状况下燃料元件壁温、空泡份额和平衡态含汽率等参数随时间的变化进行了分析。结果表明:事故后反应堆不干预的安全时间为9221 s;事故后900 s投入冲洗给水泵,能确保反应堆安全。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

实验快堆停堆后衰变热特性

一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导出系统的合理设计、燃烧过的燃料组件的运输和冷却,以及对全面掌握实验快堆的特性,都有重要的参考价值。计算停堆后的衰变热,一般有两种途径。一种是用停堆后的衰变热积分实验曲线,进行指数多项式符合,然后用符合公式进行计算,这种方法有一定的局限性。另一种是累计法,此法单独处理堆中数百种裂变产物中的每一种裂变产物的衰变热,然后相加求得反应堆总的衰变热。累计法计算的正确性主要依赖于裂变产物数据的正确性,这些数据包括裂变产物产额、半寿命、分支比、衰变方式、发射β     

利用医用同位素生产堆(MIPR)生产锶－89

医用同位素生产堆（MIPR）是一种新型的同位素生产堆，是以低浓铀或高浓铀为燃料的水均匀溶液反应堆。锶－89是用于减轻恶性肿瘤骨转移骨痛的亲骨性放射性药物。本文介绍了目前世界上生产锶－89的方法，医用同位素生产堆的结构、特点以及用它来生产锶－89的原理。